УСТРОЙСТВО ДЛЯ СНЯТИЯ И УДАЛЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Российский патент 1998 года по МПК G21F9/28 G21F9/34 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к оборудованию по удалению радиоактивных отходов с изделий, извлекаемых из активной зоны ядерного реактора, и может быть использовано для удаления радиоактивных отходов с детекторов контроля энерговыделения [1].

Необходимость решения данной задачи возникла в связи с тем, что при извлечении оборудования из активной зоны ядерного реактора происходит загрязнение центрального зала АЭС и окружающей среды, что может вызвать облучение персонала.

Известны устройства для механической чистки ячеек [2, 3]. Эти устройства выполнены в виде ершей с капроновыми или металлическими щетками. Известные устройства но своей конструкции и назначению не могут выполнять функции, предложенные данным устройством, т.к. являются устройствами для чистки внутренних поверхностей.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является устройство для зачистки внутренних поверхностей патрубка корпуса реактора от коррозионных отложений [4]. Устройство содержит корпус с отверстием для отсоса продуктов зачистки и металлические скребки (щетки). После закрепления приспособления скребки приводят во вращение вручную. В процессе движения вдоль очищаемой поверхности скребки снимают ржавчину, которая удаляется с помощью вакуума.

Недостатком данного устройства является то, что его нельзя использовать в условиях жесткого ионизирующего излучения и высокой температуры.

Задачей, решаемой предлагаемым техническим решением, является создание приспособления для снятия и удаления радиоактивных отходов с поверхности оборудования, нагретого до 300^oC, извлекаемого из активной зоны атомного реактора.

Сущность изобретения состоит в том, что в устройстве для снятия и удаления радиоактивных отходов с поверхности оборудования, извлекаемого из активной зоны атомного реактора, включающем корпус с отверстиями для удаления радиоактивных отложений и игольчатые скребки, предложено корпус выполнить в виде струбцины с шарниром с одной и фиксатором с другой стороны, а игольчатые скребки кассетно закрепить на внутренней поверхности корпуса.

Корпус-струбцина позволяет надежно закреплять устройство за конструкционные элементы реактора (например, хвостовик топливного модуля), легко устанавливать и снимать. Игольчатые скребки за счет радиального расположения хорошо снимают радиоактивные отходы с извлекаемого изделия, даже при изменениях формы изделия. Игольчатые скребки выполнены съемными, являются единственным трущимся элементом в устройстве и легко заменяются, т.к. помещены в съемной кассете.

Заявляемое техническое решение поясняется чертежом, на котором изображен общий вид устройства с частичным разрезом.

Устройство для снятия и удаления радиоактивных отходов состоит из разъемного корпуса-струбцины 1. Половинки разъемного корпуса-струбцины 1 соединены посредством шарниров 2, расположенных с одной из его сторон, фиксируют эти половинки корпуса посредством фиксатора 3, расположенного с другой его стороны. С торцов корпуса-струбцины 1 выполнены кольцевые проточки 4, 5 для установки на очищаемом оборудовании. Внутренняя полость корпуса-струбцины 1 заполнена игольчатыми скребками 6, установленными в кассете 7, закрепленной на внутренней боковой поверхности корпуса-струбцины 1. В корпусе 1 выполнено отверстие, к которому приварен штуцер 8 для подсоединения к штатной вакуумной системе.

Работает устройство следующим образом. Работа устройства рассмотрена на частном случае - снятии и удалении радиоактивных отходов с детекторов контроля энерговыделения по радиусу (ДКЭ)_p. Устройство устанавливают на хвостовик 9 топливного модуля для очистки датчика контроля энерговыделения по радиусу 10. Устройство устанавливается и надежно фиксируется на хвостовике 9 посредством шарниров 2 и фиксатора 3. В верхней части корпуса 1 устройства образуется разрежение за счет работы вакуумной системы, подсоединенной к штуцеру 8 (не показана). Датчик (ДКЭ)_p при извлечении вверх очищается скребками 6 и радиоактивные частицы увлекаются потоком воздуха в вакуумную систему, где улавливаются фильтрами.

Испытания устройства показали надежность его работы. Содержание радиоактивных золей в воздухе центрального зала АЭС не увеличивается при штатных операциях при извлечении детекторов контроля энерговыделения. Поверхность пола центрального зала АЭС радиоактивными отходами не загрязнялась.

Список использованной литературы
1. Н. А. Доллежаль, И.Я.Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, с. 107.

2. А.Г.Кузнецов, В.Д.Пошехнов. Специальные ремонтные механизмы и оснастка на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 63 - 64.

3. А. Я. Швец, А.Г.Кузнецов. Ремонт атомных реакторов. М.: Энергоиздат, 1982, с. 93 - 94.

4. Оборудование, механизмы и технологическая оснастка для ремонта ядерных реакторов. ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1989, с. 33.

Использование: изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к оборудованию по удалению радиоактивных отходов с изделий, извлекаемых из активной зоны ядерного реактора, и может быть использовано для удаления радиоактивных отходов с детекторов контроля энерговыделения. Сущность изобретения: в устройстве для снятия и удаления радиоактивных отходов с поверхности оборудования, извлекаемого из активной зоны атомного реактора, включающем корпус с отверстиями для удаления радиоактивных отложений и игольчатые скребки, предложено корпус выполнить в виде струбцины с шарниром с одной и фиксатором с другой стороны, а игольчатые скребки кассетно закрепить на внутренней поверхности корпуса. 1 ил.

Устройство для снятия и удаления радиоактивных отложений с оборудования, извлекаемого из активной зоны атомного реактора, включающее корпус с отверстием для удаления радиоактивных отложений и игольчатые скребки, отличающееся тем, что корпус выполнен в виде струбцины с шарниром с одной и фиксатором с другой стороны, а игольчатые скребки кассетно закреплены на внутренней поверхности корпуса.